• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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• pp.655-656
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• 2004

1) 제어봉의 전자 클러치는 직류전원 공급 장치에 의해 12V의 직류 전력을 공급받으며 전압 강하에 대한 내성이 좋다. 제어봉은 10V의 전압이 525msec 이상 지속될 때 전자력 상실로 낙하한다. 완전정전(0V)이 발생하여도 직류전원 공급 장치는 500msec 동안 전자클러치에 직류전력을 공급하여 제어봉의 연결 상태를 유지하도록 한다. 2) 정지봉 계통에 대한 전압강하의 영향은 제어회로를 구성하는 전자접촉기의 개방에 의하여 펌프의 전원공급이 차단되고, 그 결과 정지봉이 낙하한다. 정지봉은 펌프의 전원이 상실되면 수압 실린더의 압력 상실로 약 1000msec 후에 낙하한기 시작한다. 그림 2는 제어봉 및 정지봉에 대한 정전 영향을 시간에 따라 표시한 것이다. 3) 1차 및 2차 냉각계통의 부족전압 계전기에 의해 펌프가 정지할 때까지 저유량 신호 및 N/T mismatch 신호에 의한 원자로 정지신호는 발생되지 않는다. 따라서 정지봉 및 제어봉 계통에 적용하고자 하는 순간정전 보상장치는 부족전압 계전기 동작시간 이내의 보상시간에서만 가능할 것이다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.258-263
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• 1998

원자력 발전소의 제어봉 낙하 시간 측정 시험은 원자로 비상 정지 명령에 따른 제어봉의 낙하 속응성이 지침서의 제한치 이내에 있는지를 주기적으로 확인함으로써 제어봉의 원자로 안전 운전 및 정지 기능을 확인하는 중요한 시험이다. 현재 고리2호기를 비롯한 WH형 발전소들은 제어봉이 디지틀 제어봉 위치 지시(DRPI) 코일속을 낙하할 때 유기되는 전압을 검출하여 제어봉 낙하 시간을 측정하는 방법을 사용하고 있다. 이 방법은 제어봉을 뱅크별로 인출한 후 하나씩 개별 낙하시키기 때문에, 제어봉 낙하 시간 측정 시험에 많은 시간과 다수의 인력이 소요되며, 측정시 격납용기내에 작업자가 장시간 체류해야 하는 단점이 있다. 이러한 DRPI 신호 이용 제어봉 낙하 시간 측정 방법의 단점을 보완하여 제어봉 구동 장치(CRDM)내 이동권선 신호를 이용하는 다중 낙하 방식의 새로운 측정 방법을 제안하고, 측정 장치를 개발하였다. 개발된 제어봉 낙하 시간 측정 장치를 이용하여, 고리2호기 제어봉 낙하 시간 측정 시험시 기존의 방법과 병행 측정 시험을 수행하고 그 결과를 비교 검토하여 충분히 정확하게 제어봉 낙하 시간을 측정할 수 있음을 보였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 추계학술발표대회 요약집
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• pp.231.2-231.2
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• 2003

• 한국유체기계학회 논문집
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• 제10권2호
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• pp.41-45
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• 2007

The shutoff unit was designed to provide rapid insertion of neutron absorbing material into the reactor core to shutdown the reactor quickly and also to withdraw the absorber slowly to avoid a log-rate trip. Four shutoff units were installed on the HANARO reactor but the half-core test facility was equipped with one shutoff unit. The reactor trip or shutdown is accomplished by four shutoff units by insertion of the shutoff rods. The shutoff rod(SOR) is actuated by a directly linked hydraulic cylinder on the reactor chimney, which is pressurized by a hydraulic pump. The rod is released to drop by gravity, when triplicate solenoid valves are de-energized to vent the cylinder. The hydraulic pump, pipe and air supply system are provided to be similar with the HANARO reactor. The shutoff rod drops for 647mm stroke within 1.13 seconds to shut down the reactor and it is slowly inserted to the full down position, 700mm, with a damping. We have conducted the drop test of the shutoff rod in order to show the performance and the structural integrity of operating system of the shutoff unit. The present paper deals with the 647mm drop time and the withdrawal time according to variation of the pool water temperature, the water level and the core flow.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제26권5호
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• pp.552-558
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• 2016

A control rod drive mechanism(CRDM) is a reactor regulating system, which inserts, withdraws or maintains a control rod within a reactor core to control the reactivity of the core. The CRDM for Jordan Research and Training Reactor with 5MW power has been designed and fabricated based on the HANARO’s experience through KAERI and DAEWOO consortium. This paper describes the seismic test results to demonstrate the operability, the drop performance and the structural integrity of CRDM during or after seismic excitations. The seismic tests are carried out under 5 OBE and 1 SSE loads at three Test Rigs simulating the reactor structure and the pool top. From the tests, the CRDM is smoothly driven without a malfunction of stepping motor under OBE load. The pure drop time under OBE and SSE loads is measured as 1.169s and 1.855s to meet the design requirement. Also, it is found that the CRDM maintains the structural integrity without a change of the function and natural frequency before and after seismic loads.

• 전산구조공학
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• 제3권3호
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• pp.141-146
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• 1990

본 연구에서는 다목적연구로 반응도제어장치의 제어봉에 대한 내진해석을 수행하였다. 해석모델은 물속에 잠겨있는 두개의 관(중성자흡수봉 및 유동관)이 동심축상에 있으며 부분적으로 중첩된 두 관끝단의 유체틈에 의해 서로 동적으로 연결되어 있다. 유체에 의한 동적질량을 고려한 고유진동수를 구하고 안전정지지진에 의해 발생하는 최대응력과 최대변위를 동위상 및 역위상 거동별로 각각 구하였다. 해석결과 최대응력은 허용치보다 작게 나타나 구조적인 건전성은 입증되었으나, 최대변위는 두 개의 관이 서로 부딪히고 중성자흡수봉은 주위의 다른 벽에도 부딪히는 현상을 수발함을 알 수 있었다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제34권8호
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• pp.1105-1111
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• 2010

한국원자력연구원은 전력생산과 해수담수화를 동시에 수행하고 친환경적인 SMART 원자로를 개발하였다. SMART 원자로의 여러 구조물 중에 제어봉 구동 장치(CRDM)는 제어봉의 삽입 량을 조절하여 원자로의 출력을 조정하고 비상시 제어봉을 긴급 삽입하여 원자로를 정지시키기 위한 기기이다. 본 연구의 목적은 제어봉 구동 장치의 구조적 건전성을 확보하기 위해서 동특성해석을 수행하는 것이다. 또한 향후 내진해석에 활용될 단순모델의 활용을 위해 상세모델과의 비교, 검증을 수행하였다. 해석은 유한요소 해석기법을 활용하였고 상용해석 프로그램인 ABAQUS 와 ANSYS V12 를 사용하였다. 유한요소 해석모델은 상세모델인 3-D Solid 모델과 단순모델인 Beam 모델을 작성하여 비교하였고 추가로 단순모델을 오일러 보인 Beam4 요소와 티모센코 보인 Beam188 요소로 작성하여 비교 검토하였다. 향후 SMART 원자로집합체의 단순모델을 작성하여 내진해석 등 다양한 해석에 활용될 계획이므로 단순모델은 상세모델과의 오차를 줄이기 위해서 모델 보정(model updating)이 수행되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권2호
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• pp.197-204
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• 1994

원자로운전정지시 사용되는 제어봉집합체는 제어봉구동장치에서 분리되어 핵연료집합체의 안내관으로 자유낙하한다. 이 제어봉집합체의 주요변수로는 낙하시간과 충격속도가 있는데, 낙하시간은 원자로 안전정지와 관계가 있으며, 충격속도는 핵연료집합체의 건전성과 관계가 있다. 따라서, 제어봉 낙하시간과 충격속도의 적절한 결정은 제어봉집합체와 핵연료집합체의 설계에 매우 중요하다. 제어봉집합체는 낙하도중 유체저항이나 마찰력 및 부력과 같은 여러 힘들에 의해 낙하시간이 감소하게 되는데, 이러한 여러가지 힘의 복잡한 결합으로 인해 낙하시간과 충격속도를 해석적으로 유추하는 것은 매우 어렵다. 본 논문에서는 국산핵연료집합체에 적용되는 해석적인 방정식을 포함하고 있는 프로그램을 개발하였고, 이 프로그램을 단일제어봉 낙하시험과 비교하였다. 비교결과 시험 및 해석결과가 잘일치하고 있음으로써 개발된 프로그램의 검증을 확인할 수 있었고, 따라서 이 프로그램이 제어봉및 안내관의 설계변경시 매우 유용하게 사용할 수 있게 되었다.

• 에너지공학
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• 제23권1호
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• pp.90-94
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• 2014

본 논문은 원자력발전소의 내환경기기검증(EQ)을 위한 HVAC 과도분석 방법에 대한 내용을 기술하고 있다. 분석 대상 격실은 비안전관련 HVAC 계통에 의해 공급되는 격실 중에 원자로 안전정지를 담당하는 중요기기가 위치한 구역/격실을 선정하였다. 그리고 해당 HVAC 계통이 공급되는 건물별로 HVAC 과도시 온도조건을 분석하였다. 본 분석을 위해서 GOTHIC 전산코드를 사용하였다. 온도분석 결과는 원자로 보조건물 환기계통(DVN)의 W315/W415 격실에서 $82.2^{\circ}C$로 가장 높은 온도값을 나타내며, 제어봉구동장치 전원공급건물 및 보조급수펌프실(DVG) 계통의 W229 (Auxiliary feedwater pump room) 격실에서 $52.7^{\circ}C$, 기기냉각건물 환기계통(DVI)의 전 격실에서 $42.9^{\circ}C$, 전기건물 주환기 계통(DVL)의 L207 (Hot workshop) 격실에서 $57.3^{\circ}C$를 각각 나타났다. 이러한 온도값은 일반적인 원전의 기기검증 제한값인 $171^{\circ}C$이하이므로 내환경검증 요건을 만족하는 온도이다.